 |
Приложение 7. Расчет стационарной защиты в подразделениях радионуклидной диагностики
|
|
|
|
Приложение 7
Расчет стационарной защиты в подразделениях радионуклидной диагностики
1. Значения допустимой мощности эффективной дозы (ДМЭД, мкЗв/ч) в рабочих и смежных помещениях, а также на прилегающей к подразделению радионуклидной диагностики территории рассчитывают, исходя из основных пределов годовой дозы для соответствующих категорий облучаемых лиц и предполагаемой продолжительности их пребывания в обозначенном месте (см. Приложение 3 к настоящим Правилам).
2. Проектирование стационарной защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе k, равным или более 2. Значения проектной мощности эффективной дозы (ПМЭД, мкЗв/ч) в помещениях и на территориях различного назначения рассчитывают по формуле:
, мкЗв/ч, (1)
где: ПД – предел годовой эффективной дозы для соответствующей категории лиц (табл. 3. 1 НРБ-99/2020), мЗв;
T – номинальная продолжительность облучения соответствующей категории лиц в данном месте в течение года, (ч);
k - коэффициент запаса, отн. ед.;
103 – множитель для перевода мЗв в мкЗв
3. Расчет стационарной защиты в помещениях отделений ядерной медицины основан на оценке мощности дозы от радионуклидного источника в расчетной точке без защиты 
с последующим вычислением необходимой кратности ослабления, обеспечивающей мощность дозы после защиты не выше значения проектной мощности дозы. Мощность дозы от радионуклидного источника на расстоянии R определяется по формуле:
, (мкЗв/ч) (2)
где: 
- мощность дозы от радионуклидного источника без защиты, мкЗв/ч;
|
|
|
А – активность источника, МБк;
Г – гамма-постоянная радионуклида мкЗв∙ м2/(МБк∙ ч)
R – расстояние от источника до расчетной точки, м.
Если в расчетной точке есть одновременное воздействие нескольких радионуклидных источников, то необходимо рассчитать суммарное воздействие всех источников, которое необходимо ослабить стационарной защитой в этой точке:
, (мкЗв/ч) (3)
где 
- суммарная мощность дозы (мкЗв/ч) в расчетной точке от n радионуклидных источников с активностями 
(МБк), соответствующими гамма-постоянными Гi , расположенных на расстоянии Ri каждый от расчетной точки.
4. Необходимая кратность ослабления защиты K (отн. ед. ) вычисляется по формуле:
, (отн. ед. ) (4)
где 
- проектная мощность дозы в расчетной точке, мкЗв/ч;
k – коэффициент запаса на проектирование, не меньше 2.
Требуемая толщина защиты из заданного материала вычисляется по формулам:
, (мм) (5)
, (мм) (6)
где r – толщина защиты, мм;
- слой половинного ослабления в заданном материале, мм;
- слой 10-кратного ослабления в заданном материале, мм.
5. Кратность ослабления стационарной или аппаратной защиты оценивается из выражений:
, (7)
(8)
В таблице 1 представлены данные, необходимые для расчета защиты от излучения трех наиболее часто используемых радионуклидов: 99mTc в однофотонной радионуклидной диагностике; 18F – в ПЭТ диагностике; 131I – в радионуклидной терапии.
Таблица 1
Характеристики фотонного излучения и параметры ослабления в материалах защиты для некоторых радионуклидов, используемых в ядерной медицине
|
|
|
| Параметр | 99mTc | 131I [3] | 18F [4] |
| Энергии (выход) основного гамма излучения, кэВ [1] | 140 (89%) | 378 (100%) | 511 (193%) |
| Гамма-постоянная, мкЗв∙ м/(МБк∙ ч) [2] | 0, 016 [2] | 0, 057 [2] | 0, 143 [4] |
| Слой половинного ослабления: в свинце, мм | 0, 4 [2] | 3* [3] | 5, 3 [4] |
| в железе, мм | 8, 3 [2] | 24 [2] | 22 [4] |
| в бетоне, мм | 80 [2] | 55 [3] | 83 [4] |
| Слой десятикратного ослабления: в свинце, мм | 1, 1 [2] | 11 [3] | 16 [4] |
| в железе, мм | 22 [2] | 57 [2] | 58 [4] |
| в бетоне, мм | 156 [2] | 180 [3] | 194 [4] |
1. ICRP Publication 107, Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations, 2007
2. Машкович В. П., А. В. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений. Справочник - 4-е изд. – М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с
3. Nuclear medicine physics: a handbook for students and teachers. — Vienna: International Atomic Energy Agency, 2014.
4. M. T. Madsen, J. A. Anderson, J. R. Halama, J. Kleck, D. J. Simpkin, J. R. Votaw, R. E. Wendt III, L. E. Williams, and M. V. Yester AAPM Task Group 108: PET and PET/CT Shielding Requirements. Medical Physics 33, 4 (2006), 4-15; doi: 10. 1118/1. 2135911
6. При использовании совмещенных томографов ОФЭКТ/КТ и ПЭТ/КТ при расчете защиты необходимо учитывать одновременное воздействие гамма излучения от РФП и рентгеновского излучения КТ. Проектирование защиты выполняется исходя из соблюдения условия:
(9)
где 
- мощность мощность дозы от радионуклидных источников без защиты, мкЗв/ч;
- проектная мощность дозы в расчетной точке, мкЗв/ч;
- мощность дозы рентгеновского излучения, мкЗв/ч.
Расчет защиты выполняют для каждого типа источников исходя из значений проектной мощности дозы, уменьшенной вдвое. В качестве проектного значения принимают наибольшую толщину строительного материала, полученную для излучения радионуклидных источников или для рентгеновского излучения КТ.
7. При проектировании стационарной защиты следует исходить из представленных в медико-техническом задании заказчика данных по планируемой рабочей загруженности подразделения (среднее число пациентов за смену, неделю), типа выполняемых процедур, используемых РФП, средней активности РФП, вводимой пациенту, времени нахождения персонала в рабочем помещении.
Для проведения расчетов защиты в отделении ПЭТ диагностики при преобладании процедур с меткой 18F дополнительно к данным таблицы 1 рекомендуется использовать следующие параметры:
|
|
|
- тело пациента поглощает часть аннигиляционных фотонов, вследствие чего внешнее излучение уменьшается примерно на одну треть по сравнению с точечным источником той же активности;
- активность РФП для введения пациенту берется из медико-технического задания или расчет выполняют с максимально используемым количеством 400 МБк;
- время ожидания сканирования (для распределения РФП в организме пациента) - 45 - 90 мин;
- рабочая нагрузка (число исследований за рабочую смену) - согласно медико-техническому заданию;
8. Стационарная защита в ПЭТ диагностике, рассчитанная для 18F, будет достаточна для работы с чистыми ПИР, с меньшими периодами полураспада, однако, для радионуклидов с бó льшим периодом полураспада, в спектре которых имеется гамма излучение бó льшей энергии, чем 511 кэВ, необходимо выполнить расчет защиты с учетом энергий и выходов высокоэнергетического излучения.
9. Для кратковременных операций, которые не могут быть выполнены без личного контакта персонала с источником (например, перемещение фасовки РФП, введения РФП пациенту и др. ) вместо критерия средней ДМЭД, (см. табл. 1) следует оценивать эффективную дозу и эквивалентные дозы на кисти рук не допуская превышения нормативных значений. Расчет дозы за день выполняют, используя усредненные результаты радиационного контроля мощности дозы во время выполнения этих операций на уровне груди персонала для расчета эффективной дозы и на уровне кистей рук для расчета эквивалетной дозы на кисти рук, фиксируя время выполнения этих операций.
Дозы, полученные за одну операцию консервативно рассчитываются следующим образом:
, (мкЗв) (10)
, (мкЗв) (11)
где Е –эффективная доза, мкЗв;
Pгр – мощность дозы, измеренная на уровне груди, мкЗв/ч;
|
|
|
t – время выполнения операции, ч;
Нк – эквивалентная доза кистей рук, мкЗв;
Рк – мощность дозы, измеренная взблизи кисти работающей руки, или измеренная на расстоянии 5-10 см от источника, если невозможно провести измерения во время рабочей процедуры.
Дозы за рабочую смену, оценивают умножением значений Е и Нк, полученных за обслуживание одного пациента (фасовка и введение) умножаются на количество пациентов за смену. При оценке эффективной дозы процедурных сестер необходимо добавить оценку дозы, которую получают работники во время выполнения другой работы, находясь в поле излучения источников, например, выполняя записи в рабочих журналах. Доза за рабочий день не должна превышать допустимых пределов доз для персонала группы А, деленных на число рабочих дней в году, N. Так как при работе с пациентами возможны неожиданности, требующие большего времени на выполнение процедур, при планировании работ следует заложить коэффициент запаса k. Таким образом, оценивая защиту персонала при высокодозных процедурах, следует планировать их так, чтобы дозы за день не превышали значений:
Едн = 20/ N / k, мЗв (12)
Нк = 500 / N /k, мЗв (13)
Если считать, что в среднем 240 рабочих дней в году, то можно ориентироваться на значения Едн £ 0, 04 мЗв; Нк £ 1мЗв. При другом числе рабочих дней в году следует вычислить соответствующие им допустимые значения дневных доз, исходя из которых рассчитать допустимое число обслуживаемых пациентов за день.
|
|
|
